硅酸盐水泥固化模拟放射性废离子交换树脂的初步研究

以沸石、硅灰和聚乙烯醇(PVA)纤维作为添加剂,使用传统硅酸盐水泥固化含Cs废离子交换树脂,并评估了固化体的抗压强度、抗冲击性能及抗浸出性能等指标。结果显示:固化体28d抗压强度为11.34 MPa,抗冲击性能良好;42d浸出率和累积浸出分数分别为2.35×10~(-4) cm/d和3.66×10~(-2) cm;固化体在浸泡、冻融及γ辐照后均能保持较好的性能,固化体各项指标均符合国标要求。研究发现,PVA纤维能有效增强固化体的抗冲击性能,并且在受到高剂量γ辐照后PVA纤维仍能有效增强固化体抗冲击性能;γ辐照后,固化体抗浸出性能变差,而添加沸石和硅灰则能有效增强固化体的抗浸出性能。     

废树脂苯乙烯固化研究(Ⅱ)

本文研究废离子交换树脂苯乙烯固化的工艺条件和固化产品性能鉴定。该法能包容62％(W)废树脂。固化产品均匀、坚韧、抗压强度239kg/cm~2。在去离子水中浸泡120d,浸出率对于~(137)Cs为10~(-6)cm/d,对于~(60)Co和~(85)Sr为10~(-7)-10~(-8)cm/d。长期水浸不溶胀。承受辐照剂量>10~8rad。闪点270℃,燃点290℃左右。加热到450℃不自燃,DTA曲线上235℃前无放热峰。     

大体积浇注水泥固化有机废液的配方研究

本文报道了用于大体积浇注水泥固化后处理厂有机废液(30%TBP+70%OK)的基础配方的研究方法和结果。在乳化-固化工艺中以醚类表面活性剂 OUPE 为乳化剂,市售水泥外加剂 DH_(4A)为缓凝剂;在吸附-乳化-固化工艺中除上述试剂外又加入 DX-SL 或 ZX-SL 活性炭作为吸附剂。试验结果表明,二种不同固化工艺所得固化体中有机废液包容量分别为其总重量的15%和18%,固化体抗压强度均大于5MPa;第二种固化工艺所得固化体的核素浸出率低于第一种,后者在第42天的浸出率分别为:~(137)Cs,3.5×10~(-4)cm/d;~(90)Sr,3.2×10~(-4)cm/d;~(239)Pu,1.3×10~(-6)cm/d。     

特种水泥固化放射性废离子交换树脂的初步研究

本文采用一种新型的 ASC特种水泥 ,研究了放射性废离子交换树脂的水泥固化技术。实验得到的最佳配方为 10 0 0 g水泥 + 5 0 0 g树脂 + 35 0～ 4 0 0 m L水 ,据此配方获得的固化体包容量为 4 2 %～4 8% ,其 2 8d抗压强度为 2 0± 2 MPa。第 4 2 d13 7Cs、90 Sr和60 Co的浸出率分别为 :7.92× 10 -5、5 .7× 10 -6和 1.19× 10 -8cm/ d。结果表明 ,该种水泥固化体的抗压强度、包容量及浸出率均明显优于普通水泥     

放射性化学沉淀泥浆水泥固化研究

本文探讨了用水泥同化放射性化学沉淀泥浆的可行性,研究了同化工艺配方和固化物的浸出性能。固化试验结果表明,固化体中添加20%斜发沸石可提高固化体的抗压强度,降低固化体中~(137)Cs 的浸出牢;固化体上表面复盖3mm 厚的沥青浸泡1066d,铯累积浸出分数仅6.87×10~(-2)cm;固化体外表面包复薄层沥青后,铯累积浸出分致更低,仅9.12×10~(-5)cm。     

含~(60)Co和~(152)Eu放射性废液的水泥固化配方研究

针对含60 Co 3 8× 10 5Bq/L、152 Eu 6 67× 10 5Bq/L、总放射性活度为 2× 10 7Bq的放射性废液进行了水泥固化配方及工艺试验研究。结果表明 :水泥浆流动度和初凝时间随水灰比增大而增大 ,而固化体的抗压强度则随其增大而降低。优选配方的水泥固化体各种性能均满足中低放废液固化体性能要求 :水泥浆流动度≥ 130mm ;水泥固化体 2 8d抗压强度 >7MPa ;4 2d浸出率60 Co为1 84× 10 - 4cm/d、152 Eu为 2 76× 10 - 5cm/d(剂灰比 0 15 ) ,60 Co为 5 4 7× 10 - 4cm/d、152 Eu为1 5 5× 10 - 4cm/d(无添加剂 ) ;总 β的累积浸出分数 (4 2d)分别为 1 7× 10 - 2 cm(剂灰比 0 15 )和3 5× 10 - 2 cm(无添加剂 )     

含^60Co和^152Eu放射性废液的水泥固化配方研究

针对含60Co3.8×105Bq/L、152Eu6.67×105Bq/L、总放射性活度为2×107Bq的放射性废液进行了水泥固化配方及工艺试验研究。结果表明水泥浆流动度和初凝时间随水灰比增大而增大,而固化体的抗压强度则随其增大而降低。优选配方的水泥固化体各种性能均满足中低放废液固化体性能要求水泥浆流动度≥130mm;水泥固化体28d抗压强度＞7MPa;42d浸出率60Co为1.84×10-4cm/d、152Eu为2.76×10-5cm/d（剂灰比0.15）,60Co为5.47×10-4cm/d、152Eu为1.55×10-4cm/d（无添加剂）;总β的累积浸出分数（42d）分别为1.7×10-2cm（剂灰比0.15）和3.5×10-2cm（无添加剂）。     

焚烧灰造粒水泥玻璃固化体抗浸出性能研究

对焚烧灰造粒水泥玻璃固化体的抗浸出性能进行了研究,研究内容包括焚烧灰造粒水泥玻璃固化体的抗浸出性能和水泥玻璃净浆固化体的抗浸出性能。结果表明,在焚烧灰造粒水泥玻璃固化的基础配方(硬化剂,30%;水玻璃,66%;水泥,3%;外加剂,1%)上制备的焚烧灰造粒水泥玻璃固化体和净浆固化体的抗浸出性能好于水泥固化体的国家标准规定的要求,对于核素85Sr和134Cs,第42天的浸出率均≤1.5×10-4cm/d,累积浸出分数均小于6.23×10-2cm。     

中放废液大体积浇注水泥固化配方研究

本文研究了后处理厂中放蒸残液和元件脱壳的偏铝酸钠废液大体积浇注水泥固化的特殊工艺配方。实验用525普通硅酸盐水泥,模拟废液中分别含~(134)Cs 和~(85)Sr,其放射性浓度均为3.7×10(?)Bq/L。实验结果表明,选用加 DH 型水泥添加剂的配方可满足大体积浇注固化池内水泥浆“自流式”流平的技术要求,水泥浆的流动度达0.19m 以上;近似绝热养护后的中放蒸残液和偏铝酸钠废液固化体的抗压强度分别大于7.8和10MPa,固化体性能良好,近似绝热养护28天,两种固化体42天时~(134)Cs 和~(85)Sr 的浸出率均低于1.0×10~(-2)cm/d。     

模拟低中放废物水泥固化体在地下水中浸出性能的研究

本文采用国家标准方法 ,对硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟低中放废物水泥固化体在浅地层处置环境地下水中的浸出性能进行了实验研究。实验结果表明 ,浸出实验第 42天时 ,硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟废物水泥固化体中 90 Sr的浸出率分别为 1 .5× 1 0 - 6、8.9× 1 0 - 6和 6 .5× 1 0 - 6cm/d,1 37Cs的浸出率分别为 4.5× 1 0 - 6、1 .3× 1 0 - 6和 1 .4× 1 0 - 5cm/d,均优于标准要求。按浸出结果计算了三种模拟废物固化体中 90 Sr和 1 37Cs的扩散系数 ,可作为低中放废物浅地层处置安全评价研究的源项参数     

聚酯固化放射性废树脂的研究

文章研究不饱和聚酯固化模拟核电站废树脂的基础配方、工艺条件及主要参数，测试固化体的主要性能，用放射性示踪测试浸出率。实验表明，聚酯固化废树脂的工艺可行、流程简单、操作方便。室温下，固化过程约需２ｈ。固化体包容量ω（树脂）达４５％，抗压强度大于１０ＭＰａ，抗水性强，溶胀性小，耐辐照、耐温和热循环性能良好。￣（８５，８９）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ、￣（６０）Ｃｏ等主要核素１８０ｄ的浸出率为１０￣（－６）－１０￣（－８）ｃｍ·ｄ￣（－１），累积浸出份数为１０￣（－４）－１０￣（－５），明显低于水泥固化体和苯乙烯固化体。     

废放射源整备车的研制和应用

根据废放射源治理工艺要求,研制了一台废放射源整备车。整备车作为一个可移动的操作开放型放射性物质的设施,由更衣室和操作室两个部分组成。更衣室是操作人员出入操作室的通道,内设更衣柜、监测仪表和防护用品等物品贮存柜;操作室是放射源包装、封焊、检漏和临时存放等场所,内设手套箱、不锈钢焊接装置、检漏装置、铅屏蔽容器和带水泥屏蔽的金属桶,以及工作台等设备。近一年的应用实践表明,研制的废放射源整备车能满足废源治理和安全运输的要求。     

使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆概念核设计

计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了^135Xe,^149Sm和^241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度。设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案?从核设计的角度进一步阐明了这种堆型的可实现性。     

位置未知废放射源的搜寻

依据国际原子能机构的技术文件（IAEA-TECDOC-804，《废放射源的鉴别和定位方法》），结合笔者的理解，简述了位置未知废放射源的野外搜寻方法（包括搜寻前应了解和分析废放射的源有关信息），讨论了搜寻过程中需要注意的问题。     

200MW供热堆乏燃料的贮存

本文结合２００ＭＷ供热堆的结构特点，介绍了供堆的乏燃料贮存方式，并讨论这一贮存方式所带来的优点。     

压水堆核电厂乏池冷却系统扩容改进研究

在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上,通过Flowmaster软件计算及设计优化等手段,针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行评估,提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力,并提出满足第三代核电技术对性能及安全性的要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。     

乏燃料运输安全分析中的铁路运输事故统计方法

本文分析了一般铁路运输事故与乏燃料运输事故分级方法的不同之处,并根据乏燃料运输安全分析的特殊要求,将铁路运输事故分成4大类10种事故景象,提出了一种适用于乏燃料铁路运输安全分析的铁路运输事故统计方法。     

废放射源整备用封装管的设计与检测

研制废放射源整备封装管,使整备后废放射源满足处置或者长期贮存要求,是废放射源管理的重要组成部分。本文针对不同活度、不同核素的废放射源,设计制造了不同的封装管,并对其中的螺纹封装管进行了跌落性、抗冲击性、耐热性等一系列检测。检测结果表明,本研究设计的封装管,满足封装废放射源的要求。     

"乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约"述评

“乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约”是迄今为止有关放射性废物管理方面最重要的全球性公约,亦是继1994年“核安全公约”以来核安全国际法领域又一新的突破。本文简要介绍“乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约”的主要内容,并讨论了其存在的问题及对策。     

200 L规模废树脂微波桶内干燥装置设计验证

通过前期试验和资料的分析,结合微波电场分布与实测温场分布对比结果,利用Ansoft HFSS软件进行了200 L规模微波桶内干燥装置的设计。并利用200 L规模微波桶内干燥装置开展试验研究,研究表明,HFSS软件的模拟结果可以指导实际设计工作。